热工水力学10(两相流水力分析)

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(英汉双语)流体力学第十章两相流动理论基础

(英汉双语)流体力学第十章两相流动理论基础
结果解读
通过对实验数据的分析,可以得出两相流动的规律和特性,如流型、流动参数和相分布等。这些结果可以用来验 证理论模型和数值模拟的准确性。
实验与理论的比较
理论模型
为了更好地理解两相流动的机理,需要建立相应的理论模型。理论模型能够对两相流动 进行数学描述和预测。
比较与验证
通过将实验结果与理论模型进行比较,可以验证理论模型的准确性和适用范围。同时, 实验结果也可以为理论模型的发展和完善提供依据。
07
结论与展望
本章总结
两相流动理论概述
流动模型与数值模拟
详细介绍了两相流动的基本概念、研究意 义、研究方法以及在工程实际中的应用。
对两相流动的模型和数值模拟方法进行了 深入探讨,包括欧拉-欧拉模型、欧拉-拉格 朗日模型、离散相模型等。
流体力学基本方程
流动特性与现象
阐述了描述两相流动的基本方程,包括质 量守恒方程、动量守恒方程、能量守恒方 程等。
均质流模型的方程较为简单, 适用于初步分析和数值模拟。
非均质流模型
非均质流模型考虑了相间作用力 和界面效应,适用于密度、粘度 等物性参数相差较大的两相流体。
该模型需要考虑相间传递过程, 如曳力、毛细力等,以及流体界
面行为。
非均质流模型的方程较为复杂, 需要更多的物理信息和实验数据
支持。
数值模拟方法
化学工程
反应器设计
在化学反应过程中,两相流动理论用于描述反应物料的流动特性 和传热传质规律,优化反应器设计以提高生产效率。
萃取分离
利用两相流动理论,研究萃取分离过程中的相间传递和混合流动特 性,实现高效分离和纯化。
结晶过程
在结晶过程中,两相流动理论用于分析母液和晶体颗粒之间的流动 特性和传热规律,提高结晶产品的质量和产量。

水力机械两相流综述

水力机械两相流综述

水力机械两相流综述摘要我国大部分河流属于多泥沙河流,含沙量均较高,对于运行在这些河流上的水力机械而言。

其叶片很容易遭到泥沙冲击磨损的破坏,尤其是靠缝隙处,其边壁磨损较为严重,并且沙粒的存在还大大增加了空化的发生机率,使这些位置极容易发生空化,产生空蚀,磨损和空化的联合作用,相互促进,会导致非常严重的磨蚀。

这不仅大幅度降低了水力机械的水力性能,而且在很大程度上威胁着水力机械安全稳定性。

因此,展开含沙河流中水力机械内部流动特性的研究具有重要的理论意义与实际应用价值。

本文针对水利机械两相流进行论述,主要为液气,液固模拟模型,空化磨损发展。

关键词:水力机械;空化;磨损;两相流1.前言近几十年来森林植被覆盖率降低,环境恶化,水土流失严重,许多河流中的泥沙含量成倍增加,当含沙水流通过水力机械时,沙粒会对过流部件表面造成破坏。

沙粒作用于过流部件表面而使其损坏给离心泵带来严重的磨损。

水中含有泥沙时,不仅对水轮机产生磨损破坏,而且使得空蚀比清水时发生的更早更严重。

当含沙水流中发生空化时,由于汽泡的产生和高频率溃灭,不断地以高压冲击金属表面,使之产生疏松。

沙粒不断冲击切削,使表面破坏速度大大加快,破坏后的表面,由于材质疏松程度不同和各处的流速也有区别,造成水轮机过流通道表面凹凸不平,这又加速了空泡产生和沙粒冲击角度的改变,使磨损破坏速度更为加快,磨蚀破坏引起水力机械效率下降,产生振动与噪音迫使机组频繁大修,维修费用高昂,经济效益大为降低。

在我国黄河干流上已建成的大中型水电站中,有4座都存在严重的空化空蚀、磨损破坏,特别是XX电站最为严重。

水轮机组运行环境恶化,导致水电厂构件的空化、磨损问题成为影响电力系统安全越来越严重的问题。

它的直接危害主要表现在:1)检修周期缩短,增加了电站的临时性检修和大修工作量,使电站运行成本增加,给电厂造成很大的经济损失。

2) 水力机械性能降低,离心泵过流部件表面被泥沙磨损后,凹凸不平,促进了水流的局部扰动和空化的发展,空化发展严重引起机组噪音,震动加剧,效率急剧下降,严重影响着水电站的运行质量。

核电厂热工水力学

核电厂热工水力学

核电厂热工水力学随着工业的发展,电力需求也在不断地增长。

为了满足电力需求,许多国家和地区开始重视核能的开发和利用。

核电站作为一种新型的发电方式,具有高效、干净、可靠、可持续等优点,但同时也带来了许多技术和环境难题。

核电站作为一个庞大的能源系统,其运行涉及到多个领域的学科,其中热工水力学是其中不可或缺的一个学科。

这篇文章将介绍核电站热工水力学相关的知识。

热工水力学基础流体力学核电站的热能是通过水和蒸汽传递来实现的,因此流体力学在核电站热能传递中扮演了至关重要的角色。

流体力学研究的对象是液体、气体等连续介质的运动规律,包括流体的流动、变形、流速、压强等,液体的黏滞力以及黏滞力对于流体流动的影响等内容。

在核电站中,流体力学主要用于描述污水处理、冷却水系统、压气系统和聚集转移装置等方面的问题。

例如,在核电站中,需要将汽轮机的排汽通过冷却水塔冷却降温,因此需要对冷却水塔进行流体力学的分析和计算。

此外,在核电站的压气系统中,压缩空气在输送过程中需要经过管道,因此需要通过流体力学的分析计算管道的内径和空气流量等参数。

热学热学是研究物体温度和热量传递规律的学科,包括热力学和热传导。

在核电站中,热学主要用于描述核能转化为热能的过程,以及核电站的热量传递问题。

具体来说,核反应堆内部的燃料元件的燃烧反应会释放大量热能,这些热能会通过燃料元件、冷却剂和外壳等组成的传热系统传递出去,通过蒸汽抽气系统带动汽轮机运转,最终产生电能。

因此,热学在核电站设计和运行等方面都扮演着重要的角色。

材料学核电站中使用的燃料元件、管道、阀门等部件需要具备较高的耐高温、耐压、耐腐蚀等性能,因此材料学对于核电站的设计和运行也具有不可或缺的重要性。

材料学的研究对象是各种材料的物理化学性质,包括材料的物理性质、力学性质、化学性质、热学性质等。

在核电站中,材料学的应用主要涉及到燃料元件、管道、泵、阀门等部件的材料选择和质量控制等方面。

例如,在燃料元件的设计中需要考虑材料的耐辐照性和高温性能等因素,而在压载水反应堆中,压载水中的氧化物离子容易导致材料的腐蚀和脆化,因此需要通过材料学的知识来选择和优化材料,以保证核电站的安全和可靠性。

热工水力学

热工水力学

1.反应堆的热源来自核裂变过程中释放出来的能量,每次裂变释放出的总能量平均约为200MeV2.压水堆常使用UO2弥散体和UO2陶瓷燃料;氧-铀原子比为2的UO2的熔点是2800℃;现代压水堆都使用Zr-2 或者Zr-4 作为燃料包壳。

实际设计时,选用的包壳外表面的最高温度一般不超过350℃。

3.轻水具有良好的导热性能,比热和汽化潜热都比较大,价格很便宜,所需的ji 功率较小,是性能比较好的冷却剂。

缺点是中子吸收截面较大,沸点低,在高温下运行保持液相需要较高的压力。

4.对于压水堆棒状燃料元件,间隙热导的经验值约是5678w/(m2.℃) 。

5.燃耗越深,UO2的热导率越小,熔点越低。

6.有限圆柱体的均匀裸堆,堆芯体积释热率沿径向呈零阶贝塞尔函数分布,沿轴向呈余弦函数分布。

7.将堆芯内燃料芯块核反应释热传输到反应堆外的过程依次是燃料元件的导热、包壳外表面与冷却剂之间的传热和冷却剂的输热。

8.单相强迫对流传热系数的准则表达式。

通道的水力等效直径9.临界热流密度的两种主要传热机理是汽泡合并和流体动力学不稳定性强制对流沸腾可能出现的两种临界热流密度工况分别是偏离泡核沸腾和蒸干;前者常发生在高热流密度,欠热泡核沸腾或低含气率的饱和泡核沸腾的沸腾传热工况之后,后者常发生在低热流密度通过液膜的强制对流蒸发的沸腾传热工况之后。

当发生偏离泡核沸腾更容易引起壁面发生快速烧毁。

10.流体流动的总压降包括壁面摩擦压降、流体加速度压降、提升压降和形阻压降.其中壁面摩擦压降和形阻压降是不可逆的压降损失。

11.在均匀加热向上流动的垂直通道中,随含气率的增加,可能依次出现汽水两相流的典型流型是:泡状流、弹状流、环状流、滴状流12.泡核沸腾的传热机理主要有汽化潜热传热、汽液置换传热和微对流传热13.当平均流体温度上升到饱和温度温度时,就开始了饱和泡核沸腾。

该起始点称为热平衡态饱和沸腾起始点,在改点上热平衡含气x E=0 而中心液核达到饱和温度那一点称为真正饱和沸腾起始点。

热工水力学

热工水力学

六段 + 一点 ①OA 段:单相自然对流传热;未生成气泡 ②AB 段:泡核沸腾起始阶段;少量气泡生成,快速脱离加热面;传热主要通过自然对流及气 泡脱离搅动 ③BC 段:泡核沸腾;大量气泡生成,快速脱离加热面;传热主要通过气泡带走的汽化潜热及 对流体的搅动 ④) C 点:偏离泡核沸腾点(DNB) ;大量气泡生成并连成汽膜;传热完全靠经汽膜的导热 发生沸腾危机,对应热流密度为临界热流密度 CHF ⑤CD 段:过渡沸腾(部分膜态沸腾);气泡周期地连成汽膜或破灭;传热完全靠汽膜导热 ⑥DE 段:稳定膜态沸腾;气泡连成汽膜;传热靠汽膜导热+辐射传热,h 比泡核沸腾小得多 ⑦) EF 段:膜态沸腾加辐射传热工况;气泡连成汽膜;辐射传热占主导 ⑷流型:单相流:层流和湍流;两相流用:相分布→流型(泡状流、弹状流、环状流和滴状流等) ①绝热流道中垂直向上流动的流型(泡状流、弹状流、搅拌流、环状流、液束环状流) ②绝热流道中水平流动的流型:泡状流、塞状流、分层流、波状流、弹状流、环状流 泡状流:液相是连续相,汽相以气泡的形式弥散在液相中,两相同时沿通道流动。 (多发

c
Rc
平板形燃料: Tc
5 停堆后的释热组成、变化特点
组成:①燃料棒内储存的显热 ②剩余中子引起的裂变产生的热量 ③裂变碎片的衰变热量 ④中子俘获产物的衰变热量 变化特点:停堆 1h 内的剩余功率由停堆前功率决定:主要由①②组成; 停堆 1h 以后的剩余功率由反应堆运行时间决定:裂变产物是否已经达到平衡。
第三章 核动力装置传热学基础
1 导热基本定律、导热微分方程的基本形式
⑴傅里叶定律
热流量 A
dt dt (W) ,热流密度 q (W/m2) A dx dx
⑵导热微分方程的基本形式 圆柱形的拉普拉斯算子

经典:两相流的流型和流型图

经典:两相流的流型和流型图
1
2.1 研究流型的意义
一.何谓两相流的流型?单相流与两相流的区 别?
1.单相流流态分三种:层流,过渡流,湍流 2.气液两相流体在流动过程中,两相之间存在 分界面,这就是两相流区别于单相流的重要特 征。 3.两相流中相间界面的形状和分布状况,就构 成了不同的两相流流型。
2
二.研究流型的意义
1.流型影响流体的换热特性; 2.流型影响压降特性; 3.流动不稳定性与流型有关; 4.建立流动模型与流型密切相关。
2)发生流向反转的条件
J
* g
0 .7
3)液体被全部携带点判定条件
J
* g
m
30
2.10 流型之间的过渡
1. 泡状流-弹状流的过渡
(1)气泡的聚结机理.气泡在碰撞聚结过程引起气泡的长
大,并最终使泡状流过渡到弹状流。确定过渡的关键使气泡
碰撞聚结的频率。
f
db
c
0.74/1/3
5
1
(2)低液相流速下,空泡份额 0(.3Taitel等(1980年))
25
26
2. 研究淹没和流向反转的重要性
27
2. 研究淹没和流向反转的重要性
1)反应堆出现破口事故时,安注系统的投入,需要 避开淹没产生的条件,保证冷却水进入堆芯,冷却燃料棒;
2)破口事故时,一回路循环工质将沿与蒸汽发生器 底部相连的水平管流回反应堆,在自然循环作用下带出堆 芯热量,此时会在水平管处产生气液逆向流动,可能会发 生淹没现象,因此对水平管内淹没现象发生条件还需进 一步的研究。
现在0;.3
高压情况下,较大仍为泡状流, P
泡状流 4
2.弹状流
(1)特征
1)大气泡与大液块交替出现,头部呈球 形,尾部扁平,形如炮弹;

核电厂热工水力学

核电厂热工水力学

Chen 所提出的公式能够成功地综合 594个典型实验数据。他 认为,在饱和泡核沸腾区和两相强制对流蒸发传热区,总是在某
种程度上发生着泡核沸腾和强制对流两种传热机理,并且,这两
种机理对传热的作用可以叠加,随有关参量的变化,这两种传热
机理可以相互逐步过渡。按以上观点,Chen 提出:
hT P h N B h F C
Chen 关系式既可以适用于强制对流蒸发传热工况,又 可以适用于饱和泡核沸腾传热工况,这时有
q (hNB hFC )(TW TS ) hTP (TW TS )
(3-37D)
此外,Chen 关系式还可以扩展应用于欠热泡核沸腾传
热工况,这时应取 F 1.和 x 0 ,但 S 仍由图 3-9 查得,而
(3-37)
式中,hNB 是泡核沸腾传热系数,表明泡核沸腾对传热的贡献;hFC
是强制对流传热系数,表明强制对流对传热的贡献。
hFC 可用液相单独充满通道流动时的单相液体的对流传热系数 关系式计算,即
hFC
0.023
kL De
0.8
G(1 x)De
L
cp
k
0.4 L
F
(3-37A)
式中 F 是一个两相流动参量,可以预料它是 Martinelli—Nelson 参
堆芯传热
核电厂热工水力学
1流动沸腾传热
流动沸腾是指液体有宏观运动的系统内的沸 腾,加热面上汽泡生长受到液体流动方向上 的附加作用,使壁面的泡化过程特性发生变 化。液体运动可以是由外力强制作用引起的 强迫流动,也可以是由流体密度差造成的自 然对流。流动沸腾常伴随着各种汽—液两相 运动,所以它比池内沸腾复杂。
TSUB (zFDB )
TS

两相流动概述

两相流动概述

第三代核电站的现状
❖ 第三代国际上刚开发出来,还没正式建造,它从理 论上、设计上、道理上讲的确是更安全,但是也还 要经过一定的运行时间,用实践来证明它是好的。
❖ 目前世界上的核电技术已经发展到了第三代。第二 代成熟的核电技术法国、美国、加拿大、俄罗斯等 国家都已经掌握了,而第三代核电技术只有美国、 法国掌握。目前法国正在着手研究建设第三代核电 站;美国也在联合其它核电先进技术的国家进行第 四代核电站的研究论证工作。
核电站汽液两相流动
❖ 核电站汽液两相流动会发生在堆芯、二回路及冷凝 器中
二、汽液两相流动的基本研究方法
❖ (1) 经验关系式法:根据实验数据建立经验关 系式时工程两相流体动力学中最常用的方法。 经验关系式应用方便,但并不揭示问题的物 理本质。虽然如此,由于两相流动的复杂性 及该学科的发展现状,目前许多工程应用还 必须求助于经验关系式。
2、GFR:用氦气作载热剂的快中子反应堆; 3、SFR:用钠作载热剂的快中子反应堆 4、LFR:用铅合金作载热剂的快中子反应堆; 5、SCWR:超临界水堆; 6、 SR:熔盐反应堆。
5. 未来的核电发展前景
❖ 可控热核聚变核反应堆是未来核电的发展目标
❖ 由于可控热核聚变的原料极为丰富,并且无污染, 因而发展前景也十分看好。在国际热核实验堆 (ITER)的研究中,核聚变的离子温度已达到1亿 ℃,这为ITER的建设从技术上扫平了道路。目前" 国际热核实验堆"的选址筹建工作正在积极进行中, 加拿大、日本都希望将"国际热核实验堆"建在本国, 从而确立本国在新能源研究中的优势地位。
无法解析求解微分方程
❖ 传热问题
固体的传热—导热 流体的传热—对流与导热 热辐射 数学物理模型
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例题6-2
解:用p, tin查水物性骨架表得到
例题6-2
l 732.33(kg/m3 ) v 39.16(kg/m3 ) =0.0167(N/m)
v jv Gm / v 2.53 10 kg/ ms
2 2 3
3 2 l jl Gm 1 / l 2.65 10 kg/ ms 2 2
1.1.1 两相同 向向上 流动的 流型 • 图6-6, 129页。
5
1.1 垂直通道
泡状流(Bubble flow):液相呈连续状态 ,气相以大小不同、形状各异的气泡 弥散在连续液相内,并与液相一起流 动。 • 直径1 mm以下的气泡基本呈球形 ——表面张力的作用
6
1
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补充:表面张力
15
16
1.1 垂直通道
液膜流速
1.1 垂直通道
• 由上可见,空气的流量是液膜流向的决定 因素。 • 定量地确定转变流量,有两种方法,相应 地定义两个无量纲数: 0.5 Wallis数: ρk + Kutateladze数:
l v 0.5 ρk Ku k jk g σ ρ ρ l v 表面张力系数
0.446 0.089 • B线: 0.429 σ / ρl g ρl - ρv D j + j = 4 l v 0.072 v ρ l l • C线: jv = β = 0.52 jv + jl • D线: jv ρv1/2 = Ku =3.1 v 1/4 σg(ρl - ρv )
13
1.1 垂直通道
此外: • 在环状流动下,液相流速的进一步增大会 使气液交界面剧烈波动,气芯内会有大量 液滴聚合成束状液块,有的文献称之为液 束环状流。 • 两相同向向下的流动与以上流型相似,不 同之处在于:泡状流的气泡趋于集中在流 道轴线区域;弹状流的气块顶部呈穹形, 下部扁平,且有小气泡组成的尾流。
1 流型
• 流型(Flow regime)的变化,表面上是流动 形态的变化,实质上反映了流体动量传递 、热量传递特性的变化 • 单相流流型只分为层流和湍流 • 两相流流型则要复杂得多: 两相交界面的变化与组合会产生完全不同 的流动和传热特性,至于每一相是层流还 是湍流反而并不重要
3 4
1.1 垂直通道
• 实验表明,表面张力T的大小与截线长度L 成正比,比例系数σ称表面张力系数 (Surface tension coefficient):单位: N/m
T L
• 表面张力系数与液体种类、液体相邻物质 种类以及温度有关
8
补充:表面张力
补充:表面张力
9
10
1.1 垂直通道
弹状流(Slug flow):大块的弹状气泡与含有 弥散小气泡的液块间隔出现,在弹头气泡 的外围,液相呈降落膜状态。 • 在泡状流动下,气相流量增大到一定值时 将发生气泡聚合,甚至会聚合成接近管径 大小的弹状气泡。 • Radovcich和Moissis认为:当{α}≤0.1时,气 泡碰撞频率较低;大于此临界值,碰撞频 率骤增;当{α}= 0.3时,过渡为弹状流。
44
2 两相流模型
• 均匀流模型、漂移流模型都属于混合物流 动模型,是本课重点。 • 两流体模型较为复杂,本课不作要求,但 高精度的失水事故分析需要用到。 • 均匀流、漂移流的质量、动量、能量守恒 方程即输运方程的形式是一致的,只是前 者滑速比为1。其具体形式,将在第七章结 合应用讨论。


2


30
5
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例题6-2
• 用Taitel判别是环状流还是泡状流,就是看 D线,也就是Kuv是否大于3.1:
1.1 垂直通道
此外,有些文献上还有如下划分,本课不作要求:
v Kuv jk g l v
0.5
15.4 3.1
41
1.4 流型的测量
• • • • • • • 目测法 高速摄影法 X射线吸收法 X射线荧光法 电探针法 波动频率法 γ射线法
42
7
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1.4 流型的测量
• • • • • 目测法——只能用于低压下的透明管道 高速摄影法——受光折射影响 X射线吸收法——非常有效地区别各种流型 X射线荧光法——时间分辨能力弱于吸收法 电探针法——可区别泡状流、弹状流、环状流 ,对于过渡流动存在信号解释上的困难 • 波动频率法——可区别层状流、弥散流、间歇 流 • γ射线法——可区别均匀流、环状流、逆环状 43 流、层状流
22
Ku v =3.2
ρk Ku k jk gσ ρl - ρv
0.5
21
1.1 垂直通道
Hewitt-Roberts流型图: • 实验条件:0.14 ~ 0.54 MPa,31.2 mm直 径管内的空气-水垂直向上流动 • 适用范围:除实验条件外,还适用于: 3.45 ~ 6.90 MPa,12.7 mm直径管内的水 蒸汽-水两相流垂直向上流动
(p131)
23 24
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1.1 垂直通道
Taitel流型图: • 实验条件:25℃,0.1 MPa,空泡份额达到 0.25,管内的空气-水垂直向上流动 • 适用范围:目前试验验证结果尚不多
1.1 垂直通道
(p130)
25 26
1.1 垂直通道
• A线:
例题6-2
1/4
jl = 3-1.15 g ρl - ρv σ jv jv ρl1/2
• 液体内部,相邻微元间相互作用表现 为压力,而界面上却表现为张力,由 此引起弯曲液面内外出现压强差以及 常见的毛细现象、气泡-液滴现象等。 • 表面张力(Surface tension),设想在 液体表面划一截线,截线两边液面存 在相互作用的拉力,方向与截线垂直 并与该处液面相切。
7
补充:表面张力
Gv /
2
s 1
Gl kgm2 s1
39
v l a w
其中,a表示 空气,w对应 壁面处水的参 数
40
1.3 其他情况
• 以上的流型可能在同一个加热通道内相继 出现,流型的出现与加热的热流密度直接 相关,下一讲将对此进行讨论 • Bergles通过实验发现,棒束流道虽然可近 似用圆形流道等效计算,但其同一截面上 会存在不同流型 • 某些蒸发器内还存在螺旋管流道,其流型 转变与向上倾角关系密切,但倾角大于30O 以后与垂直流道相差不大
14
1.1 垂直通道
1.1.2 液膜流向的判别 • 以上的流型区分针对于“两相同向流动” ,实际上,环状流的气相向上流速较小时 ,液膜会向下流动,而气相流速增大到一 定值时,液膜又会转变方向向上流动。 • 由此将造成压降、传热特性的区别,故有 必要进行判别
灌水
1.1 垂直通道
抽水 打气 图6-7 (p130)
36
35
6
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1.2 水平通道
Mandhane流型图:参数范围(表6-1,134页) 参数 范围 单位 12.7~165.1 mm 管子内直径 705~1009 kg/m3 液体密度 0.80~50.5 kg/m3 气体密度 3x10-4~9x10-2 kg/m/s 液体动力粘度 kg/m/s 10-5~2.2x10-5 气体动力粘度 24~103 mN/m 表面张力 m/s 液相体积流密度 0.9~7311 m/s 气相体积流密度 0.04~171
• 可知出口时已为环状流。至于从哪一点过 渡成环状流的,需要根据流动质量含汽率 来确定
32
1.1 垂直通道
• 其中:
1.1 垂直通道
j j Fr
v l
2
gD
称为Froude数
3 l l 0 0 0
-1/4
下标0表示0.1 MPa,20℃下水的物性。
33 34
1.2 水平通道
• 图6-10,133页 ,水平流道内 两相流型
1.2 水平通道
泡状流:又称弥散(Dispersed)泡状流,气泡弥散在 流道顶部,流速越大,弥散越均匀。 层状流(Stratified flow):又称纯层状流,气相在上 ,液相在下,交界面光滑。 波状流(Wavy flow):又称波状层状流,在层状流动 下,气相速度的加大导致交界面波动。 塞状流(Plug flow):与弹状流不易区分,又合称间 歇流 。 环状流:又称弥散环状流,因为一般不出现纯环状 流动。流道底部液膜厚度大于顶部处。
19 20

1.1 垂直通道
• Pushkina和Sorokin对直径为6 mm ~ 309 mm的管内空气-水进行流动实验后认为, 向上转变和向下转变都满足:
1.1 垂直通道
1.1.3 流型判别图 • 这是综合表示各种流型间过渡关系的一种 简便方法,实质反映了各种力平衡关系的 变化。 • 各种流型图有各自的适用范围 • 目前还没有真正通用的流型判别图,这是 很自然的,因为描述两相流形态的变量一 般要12个,难以用二维坐标表达
图6-11 Mandhane水平通道流型判别图
(p133)
37
38
1.2 水平通道
此外,以前常用Baker流型图,本课不作要求:
1.2 水平通道
w
2 l w w l 1/2
1/3
kgm
Churn flow):液相以不定形状作上 下振荡运动, 呈搅拌流状态。 • 在弹状流动下,流速增大到一定程度时将 发生气泡破裂,伴随发生此种振荡。但在 孔径较小的流道中不一定会发生,可能会 直接过渡到环状流。
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